压水堆核电站简介和物项分级

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1、 压水堆核电厂简介和 核电厂设备，系统，构筑物分级1 压水堆核电站简介 压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及 电站的配套设施等部分组成。压水堆核电站使用低浓铀做燃料，在反应堆内发生裂变产生热能，利用循环流动的高 压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，推动气轮机 带着发电机一起旋转，源源不断地产生出电，并通过变电 站输入电网。按厂房功能分：核岛：Nuclear Island常规岛：Conventional Island配套设施BOP：Balance of Plant核岛系统又称为核蒸汽供应系统（Nuclear steam supply system, NSSS），其中包括： 反应堆

2、冷却剂系统（主回路系统） 专设安全设施 反应堆辅助系统 通风系统 辅助冷却水系统 废物处理系统上述各系统又包括许多子系统。反应堆本体结构一般可分为以下四个部分： 反应堆堆芯 堆内构件 反应堆压力容器 控制棒驱动机构见右图 压水堆本体结构上图是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图：由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内在压力容器顶部有 控制棒的驱动机构。作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来 后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。冷却 水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。 一般入口水温300，出口水温332 ，堆内压力15.5Mpa。一座100万

3、千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些 冷却水并不排出堆外，而是在封闭的回路内往复循环。堆芯放了一 百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗 的燃料元件。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器 。反应堆堆芯堆芯组成堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。大亚湾核电厂堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列 而成初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区 布置，即：52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区，放在堆芯四周 ；52个富集度为2.4%的燃料组件混合交错布置,53个富集度为1.8%的燃料组件组成第2和第1区 (

4、见图2 堆芯燃 料组件布置)燃料组件由燃料元件棒（燃料棒）、定位格架和组件骨架 等部件组成。燃料元件棒呈1717正方形排列，每个组件有289个棒位 ，其中264个棒位由燃料元件棒占据，另有24个棒位放控 制棒导向管，剩下1个棒位放中子注量率测量管。见下图 核燃料组件压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约 8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。其中铀235的浓缩 度约3。燃料芯块个一个地重叠着放在外径约9.5毫米 ，厚约057毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。燃料 芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃 料组件。每一个燃料组件包括两百

5、多根燃料元件。一般是 将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的1717的组件， 中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的出来放控制棒。 控制棒的上部连成体成为棒束。每一个棒束都在相应的 燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布置得很分散，以便 堆内造成平坦的中子通量分布。燃料组件外面不加装方形 盒，以利于冷却剂的横向流动。加上端部构件，整个组件 长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。堆内构件主要功能：(1)为堆芯组件提供支承（支撑）、定位和导向；(2)构成冷却剂流道，组织冷却剂流通；(3)为堆内仪表提供导向和支承；(4)为减少压力容器受到的辐照和监督压力容器辐照;(5)性能变化提供措施。组成：大体上可分

6、成堆芯下部支承构件和堆芯上部支承构件两大部分 。堆芯下部支承构件组成 堆芯吊篮 围板和辐板 堆芯下栅格板 热屏蔽 辐照样品管 二次支承组件 中子注量率仪表导管反应堆压力容器 反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限 制在一个密封的空间内进行。它和一回路管道共同组成高压冷却剂的 压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。 结构反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，材料采用MnNiMo低合 金钢（SA5083钢）。容器内壁堆焊一层厚度大于5mm的不锈钢。压力容器筒体筒体是由一个带螺栓纹孔的法兰 、一个焊有6个冷却剂进出口管 嘴的环形段、两个筒体环形段 、一个过度段和一个半

7、球形下 封头焊接而成，如图18所示。表4 压压力容器主要参数控制棒导向筒数61尺寸和重量堆内测测量管数容器内径/mm 3989底封头50法兰外径/mm4674顶盖4进、出口接管之间的最大距离/mm6378法兰螺栓数58法兰到底封头全高/mm10335设计设计 和运行压力容器总高（包括顶盖上部控制棒 驱动 机构管座和堆内测量管座）/mm13208设计压 力（绝对 ）/MPa 17.23运行压力（绝对 ）/MPa15.5压力容器壁厚/mm200设计 温度/343容器质量/t256.6试验试验容器顶盖质量/t55.5水压试验压 力（绝对 ） /MPa229螺栓和螺母质量/t15.6水压试验 温度/T

8、NDT+3 0控制棒驱动机构大亚湾核电厂的控制棒驱动机构是一种 步进式的提升机构，用来使控制棒组件 在堆芯内提起、插入或保持在适当的位 置，以实现反应性的控制。每个控制棒 组件都由单独的控制棒驱动机构操作， 它们都位于压力容器上方。控制棒驱动机构结构如图21所示。它由 销爪组件、驱动杆、压力外壳、操作线 圈和单棒位置指示线圈组成。安全壳和热力系统流程图 图4-6 压水堆安全壳图4-5 压水堆核电站流程反应堆里的冷却剂，当温度由室温升到三百多摄氏度时， 体积会有很大的膨胀。由于体积膨胀及其他原因，如果不 采取措施,冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工 况不稳定。因此，在冷却剂的出口和蒸汽发生

9、器之间有稳 压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，罐内 采用电加热器在稳压器上部产生蒸汽。利用蒸汽的弹性来 保持堆内冷却水压力稳定。冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又 回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸 汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界 。它们都安置在如图4-6的安全壳内，称之为核岛。蒸汽发生器内有很多管子（见图4-7）。管子外为二回路 的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量 传给二回路里的水，从而使二回路水变成280左右、6 7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，回路与二回路 的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换

10、。蒸汽 发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生 器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水 滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去，剩余的蒸汽进入 低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用 于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成 凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回 路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路 的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预 热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成 高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在 这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得

11、能量，将一部 分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器。1一蒸汽出口管嘴;2一蒸汽干燥器;3一旋叶式汽水分离器;4一给水管嘴;5水流 ;6一一防振条;7一一管束支撑板;8一一管束围板;9管束;10一一管板;11隔饭;12一 一主冷却剂出口;13主冷却剂入口。图4-7 蒸汽发生器冷却冷凝器用的水在三回路中循环。冷凝器实质上是二回 路与三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利 用它将汽轮机排出的乏汽的难以利用的余热带入江河湖海 。在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触， 只是通过冷凝器的管壁交换热量。三回路的用水量是很大 的。一座100万千瓦的压水堆，三

12、回路每小时要四十多万 吨冷却水。三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需 要加以净化，不过净化的要求没有一、二回路那么高。从1981年第一代杨基商用压水堆电站诞生以来，压水堆 的发展和它的燃料元件一样，都经历了几代的改进。压水 堆的单堆电功率，已由185万千瓦增加到130万千瓦，热 能利用效率由28提高到33，堆芯功率密度由每升50千 瓦提高到约100千瓦，燃料元件的燃耗也加深了三倍。为 减少基建投资和降低发电成本，目前座反应堆只配一台 汽轮机。所以随着反应堆功率的增加，汽轮机也越造越大 。130万千瓦核电站的汽轮机长达40米，配上发电机，整 个汽轮发电机组长56米 压水堆初次装料后，大约经过

13、一两年要进行一次更换燃料 组件的操作，我们称之为首次换料。这以后，就每年换料 一次。每次换料只需装卸三分之的燃料组件。卸出的燃 料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换 料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期。这就要 求压力容器的顶盖、控制棒驱动机构，以及堆内屏蔽层组 成为一个整体，顶盖可以下子打开，而不能象以前那样 一个一个地松开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要 采用快速换料机构。换料时间的缩短，有利于核电站更好 地为电力用户服务，缩短停电时间，提高利用效率。压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换 的。一座90或130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3 99米和

14、439米，壁厚02米和022米。重330吨和418 吨，高13米以上。这么巨大的压力容器，它的加工和运输 都是个需要认真对待的问题。一座这样的压水堆，一回路有三或四条并列的环路。除了 压力容器外，主循环泵也是重要设备。每台主循环泵的冷 却水流量为每小时两万多吨，泵的电机功率为五千到九千 千瓦。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外 漏。核电站的循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在 安全壳内，处于高温、高湿及射线辐射的环境下，要求 电机的绝缘性能好。放置压力容器、泵、蒸汽发生器和稳 压器的安全壳，直径可达四十米，高六七十米（见图4-6 ）。到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳

15、压 器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。 核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经 济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广 泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是 最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。2 核电站设备，系统，构筑物分级核电站设备，系统，构筑物按其功能，重要性，以及技术 方面的不同，通常有为以下几种分级方法： 安全等级 抗震类别 质量保证分级 规范类别（省略）根据“核电厂质量保证安全规定” HAF003 的要求，必须对质量保 证大纲所适用的物项、服务和工艺规定相应的控制方法和等级。核电厂的物项通常划分为不同的安全等级、抗震

16、类别和质量保证等级 。 正确确定安全功能和划分部件的安全等级是选择和采用设计规范 、标准 的前提，也是划分其他类别和等级的依据。安全等级确定后，在ASME,RCC 规范或标准中可以找到相对应的规范 等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应 的规定。安全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的物 项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质量 特性和所处的工作环境/条件以及核电厂可用率等因素（特别是常规 岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重要 性、复杂性、设计和制造等工作的成熟程度、质量史、标准化程度以 及经济性等因素。1） 安全等级压水堆核电站设计与建造中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲， 对一个核电站应考虑以下两个主要问题：它构成了一个辐射源；它通